CONTROL EN EL ENTORNO DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES: VIGILANCIA AMBIENTAL

Transcripción

1 CONTROL EN EL ENTORNO DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES: VIGILANCIA AMBIENTAL Josefina Ortiz Moragón 1

2 Introducción Objetivo y fases de un PVRA Diseño de un PVRA Resultados Informes Responsabilidades Otros programas de vigilancia Accidente de Fukushima 2

3 INTRODUCCION Objetivos básicos de la Vigilancia Radiológica Ambiental (VRA) (General) Detectar y vigilar la presencia de elementos radiactivos en el medio ambiente. Seguir su evolución en el tiempo y determinar las causas de los posibles incrementos. Estimar el posible riesgo radiológico de la población. Determinar la necesidad de tomar, si procediera, alguna precaución o establecer alguna medida correctora. 3

4 INTRODUCCION La Vigilancia Radiológica Ambiental (VRA) en el entorno de las IINN, debe, además: Garantizar el cumplimiento de los requisitos legales y reglamentarios impuestos a las IINN. Verificar la idoneidad del programa de vigilancia de efluentes de modo que se puedan detectar fugas inadvertidas- y de los modelos de transferencia de los radionucleidos al medio ambiente. 4

5 INTRODUCCION Emisiones al medio atmosférico e hídrico (Efluentes) Necesidad de Control (Elaboración de un programa) Vigilancia ambiental : Guía de Seguridad CSN 4.1. Diseño y Desarrollo del PVRA para CCNN 5

6 INTRODUCCION - Financiados por el titular y realizados por laboratorios privados - Carácter local - Gran cantidad de puntos - Vigilancia de todas las posibles vías de contaminación: seguimiento del impacto de los vertidos líquidos y gaseosos. 6

7 Vía o camino de exposición: medio a través del cual los diferentes radionucleidos pueden llegar a las personas. Radiación: interna y externa 7

8 8

9 PVRA s Nº de analisis realizados en cada vía 9

10 OBJETIVO de un PVRA Definición: un Programa de Vigilancia Radiológica Ambiental (PVRA) es el conjunto formado por la red de vigilancia (puntos de muestreo) y los procedimientos de muestreo, análisis y medida. Objetivo : determinar el posible incremento de los niveles de radiación y la presencia de radionucleidos en el medio ambiente producidos por las centrales (instalaciones ) nucleares, con el fin de evaluar el impacto radiológico derivado del funcionamiento de la instalación. 10

11 FASES de un PVRA Fase preoperacional Establecimiento del nivel de referencia o fondo radiológico de la zona previo al funcionamiento de la instalación. Puesta a punto de procedimientos de muestreo y análisis de los equipos e instrumental necesario. Formación del personal Desarrollo : mínimo 2 años. 11

12 Fase operacional Detectar posibles incrementos sobre el fondo radiológico establecido en la fase anterior. Estudiar si la posible actividad o nivel de radiación adicional es consecuencia del funcionamiento de la central. Estimar las dosis equivalentes y efectivas a los grupos críticos y a la población y demostrar el cumplimiento de los límites autorizados y requisitos legales. Mantener una base de datos que permita informar adecuadamente al público. 12

13 Fase operacional (cont.) Comprobar la operación adecuada de la planta y la eficacia del control de efluentes radiactivos. Identificar cambios en la importancia relativa de los caminos y mecanismos de transferencia incluyendo la aparición de nuevos caminos, y por tanto permitir revisar el PVRA a la luz de la experiencia y en respuesta a condiciones cambiantes. Desarrollo: Desde la puesta en marcha de la instalación con posibilidad de revisión y optimización a partir de los tres años del inicio. 13

14 Fase de desmantelamiento y clausura Objetivos similares a los cuatro primeros de la fase operacional. Desarrollo: A partir de la finalización de la vida útil de la instalación hasta el momento del desmantelamiento y clausura. 14

15 Fase de postclausura Estudiar la evolución de los niveles de radiación en el medio ambiente, después de la clausura de la instalación. Desarrollo: A partir de la finalización de las operaciones de desmantelamiento y clausura. 15

16 DISEÑO Estudio Analítico Radiológico (EAR) Conjunto de estudios realizados con parámetros de la central (emisión de efluentes líquidos y gaseosos) y de su entorno (población, hábitos, consumo de alimentos, uso de la tierra y del agua, producción de alimentos, datos meteorológicos y datos hidrológicos), utilizando modelos físico-matemáticos de probada validez, con objeto de estimar teóricamente el impacto radiológico de la central. Permite la estimación de la dosis equivalente que potencialmente recibirían los distintos grupos de población (bebes, niños, jovenes y adultos). 16

17 Estudio Analítico Radiológico (EAR)(cont.) Permite identificar los grupos de población críticos. Permite identificar las vías de exposición críticas. Permite la identificación de los radionucleidos críticos y de cualquiera que pueda contribuir de forma significativa a la dosis. Constituye la base del diseño para el PVRA 17

18 Etapas Identificación de los puntos de muestreo, que representen adecuadamente las diferentes vías de exposición consideradas, con la inclusión de puntos de referencia o testigos dentro de la zona de influencia de la central pero suficientemente alejados de la misma. Selección del tipo de muestra, de acuerdo a la vía de exposición y la frecuencia del muestreo, en función principalmente de si la vía es acumuladora o instantánea. 18

19 Etapas (cont.) Establecimiento del tipo de radionucleido a analizar para cada tipo de muestra. Establecimiento de metodologías de muestreo, análisis y medida. Establecimiento de procedimientos para realizar el tratamiento de los resultados (presentación, notificación... Establecimiento de un Programa de Garantía de Calidad (5-10% análisis duplicados. Laboratorio distinto al ejecutor del PVRA) 19

20 DESARROLLO 20

21 RESULTADOS Actividad especifica: Bq/kg ó Bq/m 3, junto con su incertidumbre expandida (k=2) un nivel de confianza del 95 %. Si valor orden del fondo radiactivo < LID (Límite Inferior de Detección): capacidad de detección del procedimiento. Tabla Guía CSN 4.1: capacidades mínimas necesarias. 21

22 RESULTADOS 22

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29 RESULTADOS 29

30 RESULTADOS 30

31 INFORMES Mensuales (información más relevante) : junto a los informes de explotación Anual (preceptivo) Resultados individuales. Comparación valores anteriores Comparación estaciones testigo Resultados programa CC Conclusiones 31

32 RESPONSABILIDADES Responsabilidad del explotador Ejecutar el PVRA. Mantener actualizado el PVRA, de acuerdo con los cambios que sufra la instalación y su entorno. Impedir la superación de los límites de dosis legales y administrativos a los miembros del público. Evitar la contaminación radiológica inaceptable del medio ambiente. Notificar al organismo regulador y organismos competentes toda situación en la instalación que implique un riesgo radiológico al exterior. 32

33 Responsabilidad del organismo regulador o autoridad competente. Asegurar que los miembros del público y el medio ambiente del entorno de la central están protegidos de forma adecuada. Identificar las vías de exposición a la población. Realizar programas de control del PVRA ejecutado por el explotador, para asegurar su bondad: programas de Control de Calidad independientes. 33

34 OTROS PROGRAMAS DE VIGILANCIA Cumplimiento art. 35 y 36 del tratado EURATOM REM (Red Estaciones de muestreo: Universidades, CEDEX (ríos y costa) REA (Red Estaciones Automáticas) Financiadas por el CSN Ámbito estatal Vigilancia aire, agua, suelo y alimentos (leche, dieta tipo). Emisión Informes a la UE 34

35 ACCIDENTE FUKUSHIMA Estaciones de muestreo atmosféricas: Universidades CCNN Incremento valores I-131 : paso de < LID (no detectados) a actividades medibles. Confirmación eficacia redes ambientales LRA-UPV: medidas aire medidas vegetales hoja ancha 35

36 ACCIDENTE FUKUSHIMA Tipo muestra : cartucho Yodo Valores de I-131.Unidades: Bq/m 3 Punto: UPV (REM) Punto: UPV-5E Fechas de recogida Actividad Incertidum bre LID Fechas de recogida Actividad Incertidu mbre LID inicial final inicial final 08/03/ /03/2011 <LID 1,94E-04 15/03/ /03/2011 <LID 2,36E-04 22/03/ /03/2011 3,03E-03 9,76E-04 1,87E-04 31/03/ /06/2011 1,11E-03 2,70E-04 2,50E-04 05/04/ /04/2011 2,20E-03 6,81E-04 6,30E-04 07/04/ /04/2011 2,70E-04 1,67E-04 1,69E-04 14/04/ /04/2011 4,85E-04 3,41E-04 2,44E-04 20/04/ /04/2011 <LID 1,87E-04 04/04/ /04/2011 2,25E-03 3,84E-04 3,50E-04 06/04/ /04/2011 1,80E-03 4,24E-04 3,81E-04 08/04/ /04/2011 8,97E-04 3,93E-04 3,20E-04 11/04/ /04/2011 4,93E-04 4,50E-04 4,12E-04 13/04/ /04/2011 4,67E-04 3,32E-04 3,88E-04 15/04/ /04/2011 3,85E-04 2,08E-04 1,79E-04 19/04/ /04/2011 <LID 1,12E-04 28/04/ /05/2011 <LID 2,16E-04 26/04/ /05/2011 <LID 8,79E-05 36

37 ACCIDENTE FUKUSHIMA Tipo de muestra Estación Fechas de recogida Isótopo Actividad Incertidum bre LID inicial final Partículas polvo UPV 22/03/ /03/2011 I-131 1,43E-03 5,85E-04 6,31E-04 22/03/ /03/2011 Cs-137 1,69E-04 7,80E-05 7,28E-05 22/03/ /03/2011 Cs-134 8,74E-05 3,00E-05 5,09E-05 Cartucho yodo Cofrentes 29/03/ /06/2011 I-131 4,50E-03 3,40E-04 1,90E-04 Unidades: Bq/m 3 37

38 ACCIDENTE FUKUSHIMA Muestra Procedencia Toma I-131(Bq/kg) Lechuga Lechuga Acelga Lechuga Acelga Benicarló Castellón Meliana Orihuela 05/04/ /05/ /04/ /05/ /04/ /04/ /04/ /05/2011 0,10 0,08 <0.189 <0,097 <0,263 0,21 ± 0,10 <0,082 1,5 ± 0,2 <0,105 38

39 REFERENCIAS Guía de Seguridad 4.1. CSN. Diseño y desarrollo del Programa de Vigilancia Radiológica Ambiental para centrales nucleares. Resultados VRA Colección Informes Técnicos CSN 39